Реактор с графитовым замедлителем имеет более длинную историю, чем любой другой тип реакторов, поскольку первая критическая сборка, построенная под руководством Энрико Ферми в Чикаго в декабре 1942 г., представляла собой реактор с графитовым замедлителем на естественном уране.

Газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем прошли последовательно три стадии развития. На первом этапе был создан реактор на естественном металлическом уране с СО₂-теплоносителем (реактор типа Magnox в Великобритании и реакторы типов G2 и EDF1 во Франции). На втором этапе началось строительство реакторов с обогащенным ураном в виде UО₂ с СО₂-теплоносителем (усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы в Великобритании). Наконец, третий этап характеризуется развитием высокотемпературных реакторов с высокообогащенным керамическим топливом и гелиевым теплоносителем (высокотемпературный реактор OECD Dragon, ториевый высокотемпературный реактор в ФРГ и HTGR Fort St. Vrain, США).

Для всех этих реакторов используется двухконтурная схема пере- дачи теплоты, хотя высокотемпературный реактор может работать и с одноконтурным прямым циклом с гелиевой газовой турбиной.

Развитие реакторов типа Magnox в Великобритании началось со строительства в Виндскэйле реактора на естественном уране для наработки плутония. Использование естественного урана ограничивает вы- бор замедлителя бериллием, тяжелой водой и графитом. Выбор был остановлен на графите благодаря его доступности. Охлаждение легкой водой, как в реакторе для производства плутония в Хенфорде, США, бы-

ло отвергнуто из-за сложности конструкции и ухудшения баланса нейтронов в реакторе. Первый реактор, построенный в Виндскэйле, охлаждался воздухом, принудительно циркулирующим при атмосферном давлении. Однако для охлаждения энергетических реакторов, мощность тепловыделения в которых значительно выше, необходимо было использовать газ с высоким давлением. В качестве такого теплоносителя был выбран углекислый газ (СО₂), обладающий некоторыми привлекательными свойствами: относительно низкой стоимостью, низким поглощением тепловых нейтронов и слабым взаимодействием с графитом при температурах, характерных для реактора с металлическим урановым топливом. Низкое поглощение нейтронов важно не только с точки зрения баланса нейтронов, но также и для предотвращения возможности больших изменений реактивности при внезапной декомпрессии первого контура. Совместимость теплоносителя с замедлителем позволяет активную зону разместить внутри единого корпуса с высоким давлением.

Как замедлитель графит характеризуется достаточно высокой замедляющей способностью (ÇS_s = 0,06 см–1) и низким сечением поглощения нейтронов (3,4 мб). Его коэффициент замедления ÇS_s/S_а = 220. Длина диффузии нейтронов у чистого графита составляет примерно 54 см, поэтому реактор с графитовым замедлителем имеет значительно большие размеры, чем реактор с легководным замедлителем. Большие размеры особенно характерны для реактора на естественном уране, утечка нейтронов из которого должна быть очень малой, чтобы обеспечить необходимый запас реактивности. Реактор Magnox также значительно больше, чем реактор с D₂О-замедлителем, такой как CANDU, при такой же тепловой мощности.

Сочетание естественного урана и графитового замедлителя требует гетерогенного размещения топлива, чтобы уменьшить эффективный резонансный интеграл. Типичный твэл для такого реактора представляет собой металлический стержень диаметром 28 мм и длиной около 1 м. Эти стержни установлены в оребренных чехлах, сделанных из магниевого сплава (магнокс), по названию которого называется сам реактор. Низкое сечение поглощения магния (o_а = 63 мб) позволило сделать оболочку твэлов оребренной, чтобы увеличить площадь поверхности теплообмена, омываемой газовым теплоносителем.

Первой промышленной энергоустановкой с реакторами типа Mag- nox была атомная электростанция Calder Hall с четырьмя реакторными блоками, пущенная в 1956 г. В течение следующих 11 лет в Великобритании было построено 10 АЭС с 24 реакторами этого типа с полной

установленной мощностью 5000 МВт (эл.). На всех этих АЭС, кроме двух, применялись большие сферические корпуса реакторов, сделанные из нержавеющей стали, а на последних двух АЭС, в Олдбури и Вильфе, корпуса реакторов были сделаны из предварительно напряженного бетона такого же типа, как в первом газоохлаждаемом реакторе, построенном в Mapкуле во Франции. При такой конструкции активная зона и теплообменники размещаются внутри корпуса реактора в единой интегральной компоновке.

Тепловой КПД реактора на естественном металлическом уране не превышает 30 %. Этот предел определяется допустимой температурой топлива и оболочек твэлов, которая, естественно, ограничивает темпе- ратуру теплоносителя. Проблемы отвода теплоты от металлических топливных стержней большого диаметра и ограниченная радиационная стойкость металлического урана ограничивают энергонапряженность топлива и глубину выгорания значениями 5 МВт/т и 3600 МВт·сут/т со- ответственно. Большей термодинамической эффективности и более высокой энергонапряженности и глубины выгорания топлива Можно достигнуть, переходя на двуокисное урановое топливо и более жаропрочный материал для оболочек твэлов, например, на нержавеющую сталь. Однако такое улучшение характеристик реактора достигается ценой обогащения топлива. Развитие этой концепции реакторов с графитовым замедлителем воплощено в усовершенствованном газоохлаждаемом реакторе AGR, на базе которого развивается второе поколение энергетических ядерных реакторов в Великобритании. Так же как в реакторе Magnox, в активной зоне AGR расположен графитовый замедлитель, а охлаждение осуществляется газообразным СO₂.

Дальнейшее увеличение плотности энерговыделения в реакторе с графитовым замедлителем требует уже кардинально новой конструкции реактора, такой, например, как конструкция высокотемпературного газоохлаждаемого реактора HTGR. Термодинамическая эффективность AGR ограничена следующими обстоятельствами.

• Гетерогенная структура топливной сборки ограничивает плотность энерговыделения, поскольку вся теплота генерируется в изолированной и относительно небольшой части объема активной зоны. Низкая теплопроводность UO₂ приводит к большой разности температур между центром топливного стержня и теплоносителем. Ограничения на плотность энерговыделения еще более ужесточаются из-за необходимости защитить топливо от чрезмерных температур в центре твэла в случае возможных всплесков мощности, поскольку из-за низкой теплоемкости топливных сборок изменение температуры при изменении мощности происходит очень быстро.
• При увеличении температуры теплоносителя происходит радиационное усиление реакции взаимодействия СO₂ с графитом. Поэтому СO₂-теплоноситель нельзя использовать в такой системе при температурах выше 600 °С.
• Изменения размеров графитовых блоков в активной зоне реактора результате облучения быстрыми нейтронами налагают ограничения на полную дозу облучения, которой может подвергнуться графит. Это в свою очередь ограничивает плотность мощности энерговыделения в активной зоне.

Первоначально концепция HTGR возникла как попытка исключить эти ограничения путем использования дисперсного топлива и гелиевого теплоносителя. В этом реакторе топливо и сырьевой материал находятся в форме очень маленьких окисных частиц, каждая из которых покрыта непроницаемым материалом, и эти частицы диспергированы в графитовой матрице. Увеличение площади теплопередающей поверхности снижает разность температур между топливом и теплоносителем, а исключение металлических оболочек снимает дополнительные ограничения на энергонапряженность топлива. Весь графит в активной зоне находится в составе твэлов и извлекается вместе с ними в конце кампании. Тем самым снимается ограничение на облучение графита быстрыми нейтронами. Использование гелиевого теплоносителя исключает проблему химического взаимодействия графита с теплоносителем. Успех концепции HTGR принципиально зависит от возможности создания непроницаемого покрытия топливных частиц, которое было бы в состоянии противостоять высоким температурам в течение всего времени облучения твэлов. На первом этапе работ по созданию HTGR проводились обширные испытания топлива в экспериментальных высокотемпературных реакторах с гелиевым охлаждением. Было построено несколько таких реакторов: ядерная энергоустановка Gulf General Atomic мощностью 40 МВт (эл.) в Пич Боттоме, штат Пенсильвания, США, реактор OECD Dragon мощностью 20 МВт (т.) в Винфрит Хит,

Великобритания, и реактор AVR в Юлихе, ФРГ.

Ниже описываются типичные конструкции реакторов с графитовым замедлителем: реактора типа Magnox в Вильф Хед, Северный Уэльс; усовершенствованного газоохлаждаемого реактора в Гартлепуле и высокотемпературного реактора в Форте Сант Врэйн. В табл. 15 при- ведены основные параметры этих трех реакторов.

Таблица 15

Рабочие параметры, типичные для реакторов Magnox AGR и HTGR

 

Параметр	Magnox	AGR	HTGR
Мощность, МВт	590	625	330
Диаметр активной зоны, м	17,4	9,3	5,95
Высота активной зоны, м	9,2	8,2	4,75
Загрузка топливом	525 т U естест- венного	120 т 2,3 %-го	0,87 т 235U, 19,5 т Th (начальная загрузка)
Температура теплоносителя на выходе из активной зоны, °С	414	648	785
Средняя плотность мощность энерговьделения, МВт/м	0,86	3,4	6,3

Г.Н. Колпаков, О.В. Селиваникова
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования
«ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»
КОНСТРУКЦИИ ТВЭЛОВ, КАНАЛОВ И АКТИВНЫХ ЗОН ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ


Обсудить на форуме